核能发电的广泛应用,虽然给人类提供了大量的清洁能源,但也产生了大量的、具有放射性的乏燃料。要安全有效地接收、储存、处理这些核废料,乏燃料后处理厂就需要很多核化工容器来完成此项任务。通过总结某乏燃料后处理厂核化工容器制造中,等离子弧焊工艺试验过程及产品焊接结果,介绍了等离子弧焊坡口结构设计优化过程及优化效果。通过优化,大大改善了等离子弧焊接质量,有效提高了产品生产效率。

分别以赤铁矿、褐铁矿作为重骨料,并掺入适量铁砂,制备了高性能防辐射混凝土,对比研究了重骨料的类型对防辐射混凝土工作性、力学性能、表观密度、屏蔽性能和耐高温性能的影响。结果表明:掺赤铁矿、褐铁矿防辐射混凝土的工作性、力学性能、表观密度和耐高温性能均满足相关工程要求;赤铁矿防辐射混凝土中H、O元素的等效质量密度不满足工程要求,Fe元素的等效质量密度满足工程要求;褐铁矿防辐射混凝土中H、O、Fe元素的等效质量密度均满足工程要求,屏蔽性能较好。综合考虑各项性能,推荐采用褐铁矿作为防辐射混凝土的重骨料。

针对微型反应堆乏燃料运输容器设计了专门用于装载微堆乏燃料的组件。容器由屏蔽容器和吊篮组成,外部尺寸为Ф540×831mm,主要屏蔽材料为铅,主要结构材料为不锈钢。采用ORIGEN2计算最大源强,使用MCNP模拟计算容器表面及距离1m处剂量率水平。屏蔽实验和实际测量结果表明,容器装载乏燃料时辐射水平小于通常的剂量约束值,也低于GB11806-2004对工作人员的剂量限值,符合微堆乏燃料安全运输的实际需求。